При работе установок управляемого термоядерного синтеза (УУТС) образуются радиоактивные отходы (РАО). Несмотря на то что они не высокоактивные, их активность и количество являются лимитирующими факторами в части общественной приемлемости и устойчивого развития термоядерной энергетики. В статье рассматриваются основные источники образования РАО для УУТС, их особенности и возможные методы обращения с ними. Показано, что для ряда потоков отходов требуется создание новых технологий переработки. Отдельно рассмотрены вопросы радиоактивных отходов международного термоядерного реактора (ИТЭР). Проведены расчеты активации материалов российской установки ТРТ, показывающие, что в ходе ее эксплуатации к РАО будут относиться материалы первой стенки и вакуумной камеры. Заблаговременное планирование обращения с РАО УУТС позволит оптимизировать материальные затраты и дозовые нагрузки на персонал при эксплуатации и выводе из эксплуатации установок.
Идентификаторы и классификаторы
В качестве основных преимуществ управляемого термоядерного синтеза (УТС) перед классической атомной энергетикой, основанной на реакторах деления, часто упоминаются безопасность и экологичность.
Список литературы
1. Cook I. J., Marbach G. et al. Safety and Environmental Impact of Fusion. European Fusion Development Agreement, 2001. EUR (01) CCE-FU / FTC 8/5, 37.
2. Raeder J. et al. Safety and Environmental Assessment of Fusion Power (SEAFP). Report of the SEAFP Project, European Commission, June 1995.
3. El-Guebaly L. Compositional Limitations for Fusion Materials and Considerations at Design Stage to Support Decommissioning Goals for 21st Century. IAEA Technical Meeting on Decommissioning Considerations for Fusion Facilities Saint-Paul-lèz-Durance, France February 6—10, 2023.
4. Красильников А. В., Коновалов С. В., Бондар- чук Э. Н. и др. Токамак с реакторными технологиями (TRT): концепция, миссии, основные особенности и ожидаемые характеристики // Физика плазмы. 2021. Т. 47. № 11. С. 970—985. DOI: 10.31857/S0367292121110196.
5. Code of Federal Regulations: Licensing Requirements for Land Disposal of Radioactive Waste, Title 10, Part 61. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, December 30, 1982.
6. Loarte A., Pitts R. A., Wauters T. et al. Initial evaluations in support of the new ITER baseline and Research Plan, ITER organization, Report No. ITR‑24‑004, 2024.
7. Pamela J., Bottereau J. M., Canas D. et al. ITER tritiated waste management by the Host state and first lessons learned for fusion development // Fusion Engineering and Design. 2014. Vol. 89. No. 9—10. Pp. 2001—2007. DOI: 10.1016/j.fusengdes.2013.12.006.
8. ФГУП НО РАО. Материалы обоснования лицензии на эксплуатацию первой очереди стационарного объекта, предназначенного для захоронения радиоактивных отходов — приповерхностного пункта захоронения твердых радиоактивных отходов, отделения «Новоуральское» филиала «Северский». — Москва, ФГУП «НО РАО», 2017.
9. Колбасов Б. Н., Хрипунов В. И., Бирюков А. Ю. Применение бериллия в термоядерных реакторах: ресурсы, примеси, детритизация после облучения // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез. 2013. Т. 36. № 4. С. 3—12.
10. Von Tiedemann S. O., Collins D. M., Gilbert M. R., Kodeli I. A. Nuclear data uncertainty propagation and implications for radioactive waste management of fusion steels // Fusion Engineering and Design. 2023. Vol. 188. P. 113409. DOI: 10.1016/j. fusengdes.2022.113409.
11. Wu Y., Huang Q., Muroga T. et al. Effects of impurities on low activation characteristics of V-4Cr-4Ti alloy // Journal of Nuclear Materials. 2002. Vol. 307— 311. No. 2 Suppl. Pp. 1026—1030. DOI: 10.1016/ S0022-3115(02)01167-4.
12. Palermo I., Garcia R., Garcia M., Sanz J. Radiological impact mitigation of waste coming from the European fusion reactor DEMO with DCLL breeding blanket // Fusion Engineering and Design. 2017. Vol. 124. Pp. 1257—1262. DOI: 10.1016/j. fusengdes.2017.02.080.
13. Moir R. W., Bieri R. L. et al. HYLIFE-II: A Molten- Salt Inertial Fusion Energy Power Plant Design — Final Report // Fusion Technology. 1994. Vol. 25. No. 1. Pp. 5—25. DOI: 10.13182/FST94-A30234.
14. OECD Nuclear Energy Agency. Radiological Significance and Management of Tritium, Carbon-14, Krypton-85, Iodine-129 Arising from the Nuclear Fuel Cycle. — OECD, Paris, 1980.
15. Lee K., Kim J., Kang S. Preliminary Evaluation of Decommissioning Wastes for the First Commercial Nuclear Power Reactor in South Korea // International Journal of Nuclear and Quantum Engineering. 2017. Vol. 11. No. 8. Pp. 615—621. DOI: 10.5281/ zenodo.1315579.
16. Мазуль И. В., Гиниятулин Р. Н., Кавин А. А. и др. Обращенные к плазме компоненты токамака TRT // Физика плазмы. 2021. Т. 47. № 12. С. 1103— 1122. DOI: 10.31857/S0367292121110214.
17. Антропов Д. А., Бондарь А. В., Кедров И. В. и др. Криостат и вакуумная камера TRT // Физика плазмы. 2021. Т. 47. № 12. С. 1146—1151. DOI: 10.31857/ S0367292121110123.
18. Родин И. Ю. ТРТ: К вопросам о механической прочности обмотки тороидального поля
и необходимости корректировки в конструкциях и компоновке КОП // Открытый научный семинар «Управляемый термоядерный синтез и плазменные технологии». Троицк, 01 марта 2023 года. — Троицк, АО «ГНЦ РФ ТРИНИТИ», 2023.
19. Druyts F., Van Iseghem P. Conditioning methods for beryllium waste from fusion reactors // Fusion Engineering and Design. 2003. Vol. 69. Pp. 607—610. DOI: 10.1016/s0920-3796(03)00169-8.
20. Гуревич М. И., Калугин М. А., Олейник Д. С., Шкаровский Д. А. Характерные особенности MCU-FR // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2016. № 5. С. 17—21.
21. Блохин А. И., Блохин П. А, Казиева С. Т., Сипачев И. В. Валидация программы нуклидной кинетики TRACT для оценки радиационных характеристик ОЯТ и РАО // Радиоактивные отходы. 2022. № 4 (21). С. 48—57. DOI: 10.25283/ 2587- 9707-2022-4-48-57.
22. Sebo D. E., Mullen C. K., Longhurst G. R., Carboneau M. L., Sterbentz J. W. Beryllium Waste Transuranic Inventory in the Subsurface Disposal Area, Operable Unit No. 7-13/14. — INEEL/EXT-01-01678. Revision 3. August 2005.
23. Cambi G., Cepraga D. G., Pace L. Di, Druyts E., Massaut V. The potential presence and minimization of plutonium within the irradiated beryllium in fusion power plants // Fusion Engineering and Design. 2010. Vol. 85. Iss. 7. Pp. 1139—1142. DOI: 10.1016/j.
fusengdes.2010.02.026.
24. Maisonnier D., Cook I., Sardain P., Andreani R., Di Pace L., Forrest R., Giancarli L., Hermsmeyer S., Norajitra P., Taylor N., Ward D. A Conceptual Study of Commercial Fusion Power Plants. Final Report of the European Fusion Power Plant Conceptual Study (PPCS). EFDA (05)-27/4.10, revision 1 (revision 0: STAC 10/4.1). 2005.
25. Kolbasov B. N., Belyakov V. A., Bondarchuk E. N., Borisov A. A., Kirillov I. R., Leonov V. M., Shatalov G.E., Sokolov Yu. A., Strebkov Yu. S., Vasiliev N. N. Russian concept for a DEMO-S demonstration fusion power reactor // Fusion Eng. Des. 2008. Vol. 83. Iss. 7—9. Pp. 870—876.
26. Mineral Commodity Summaries 2021. U.S. Geological Survey, 2021. 200 p. DOI: 10.3133/mcs2021.
27. International Atomic Energy Agency. Application of the concepts of exclusion, exemption and clearance. Safety guide. Safety Standards Series No. RS-G-1.7. IAEA, Vienna, 2004.
28. Санитарные правила и нормативы СП 2.6.1.2612-10. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010).
29. Кузнецов А. Ю., Бочаров К. Г., Мамакина Н. В., Кочетков О. А. Текущее состояние работ по совершенствованию обращения с промышленными отходами, содержащими радионуклиды в количествах, не соответствующих критериям отнесения к радиоактивным отходам // Радиоактивные отходы. 2020. № 4 (13). С. 6—13. DOI: 10.25283/2587-9707-2020-4-6-13.
30. Постановление Правительства Российской Федерации от 19 октября 2012 г. № 1069 «О критериях отнесения твердых, жидких и газообразных отходов к радиоактивным отходам, критериях отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам и критериях классификации удаляемых радиоактивных отходов».
Выпуск
Другие статьи выпуска
В статье представлены результаты оценки состояния загрязнения окружающей среды в районе расположения шламовых полей отходов сублиматного производства в г. Ангарске. Радиационная обстановка характеризуется фоновыми показателями мощности дозы гамма-излучения на открытой местности. Отходы производства плавиковой кислоты, представляющие собой отвалы фторгипса, содержат природные радионуклиды на уровне, допускающем их использование в качестве строительных материалов (Аэфф = 9 Бк/кг). Анализ радиоэкологической обстановки в районе расположения обводненных шламоотстойников, куда сбрасывались отходы производства по обогащению урана, указывает на наличие грунтов, загрязненных техногенными радионуклидами 137Cs и 241Am и изотопами урана. Выявлены участки территории, на которых удельная активность 241Am превышает критерий отнесения к радиоактивным отходам (РАО). Изучение донных отложений шламоотстойников показало выраженную пространственную гетерогенность распределения техногенных радионуклидов. Удельная активность 241Am достигает значений, превышающих критерии отнесения к категории очень низкоактивных отходов. С учетом того факта, что исследуемые хранилища отходов расположены в высокопроницаемых грунтах, существует потенциальная опасность миграции техногенных радионуклидов и загрязнения подземных вод. Используемую технологию консервации шламоотстойников отсыпкой грунтом с защитным покрытием можно рассматривать в качестве временной меры до принятия решений по их изоляции и для предотвращения загрязнения подземных вод.
В статье рассмотрены актуальные проблемы объектов мирных ядерных взрывов (МЯВ) как пунктов размещения особых радиоактивных отходов. Из восьмидесяти объектов МЯВ на территории России более пятидесяти в той или иной степени относятся к топливно-энергетическому комплексу (ТЭК) и связанному с ним недропользованию. Приводятся перечень необходимых мероприятий по радиоэкологической безопасности и условия их обеспечения на месторождениях углеводородов в районах МЯВ. Обсуждаются несоответствия в нормативно-правовой базе, вопросы лицензирования, мониторинга, экологической реабилитации, регламента эксплуатации и вывода из эксплуатации, необходимость охранных зон в недрах и на поверхности и др.
В статье рассматриваются мировой и российский опыт использования методов атомистического моделирования вещества для изучения свойств глинистых и цементных материалов с целью обоснования долговременной безопасности пунктов захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО). Приводится общая характеристика метода молекулярно-динамического моделирования и примеры решаемых с его помощью задач. Обсуждается точность получаемых параметров и коэффициентов и возможность их встраивания в много- масштабные модели с целью прогнозирования эволюции инженерных барьеров безопасности ПЗРО.
Рассмотрена возможность оптимизации конструкции и материалов защитных экранов пункта приповерхностного захоронения радиоактивных отходов (ППЗРО) при условии залегания УГВ ниже его основания. Приведены результаты расчетов, из которых следует, что расположение в нижнем защитном экране дренажных окон (вместо использования конструкции со сплошным глиняным замком) дает существенное снижение выхода радионуклидов из ППЗРО в подземные воды. Также показано преимущество применения в боковом защитном экране гравийно-песчаной смеси вместо глины, благодаря чему происходит дополнительный отвод воды, поступающей с инфильтрующимися атмосферными осадками, от отсека с упаковками РАО.
Методом сканирующей электронной микроскопии с рентгеноспектральным микроанализом изучены основные разновидности горных пород участка «Енисейский» (Красноярский край), на котором начато строительство подземной исследовательской лаборатории, как первого этапа сооружения пункта глубинного захоронения радиоактивных отходов (РАО). Петрографическая типизация изученных образцов пород обоснована их текстурно-структурными характеристиками, главными парагенезисами и составом породообразующих минералов, которые обусловлены генезисом пород. Полученные результаты могут быть использованы при обосновании безопасности объекта захоронения РАО для уточнения геолого-структурных моделей массива горных пород и физико-химических условий распространения радиационного загрязнения в результате мобилизации и переноса радионуклидов с порово-трещинными подземными водами.
В статье рассматриваются показатели свойств глинистых материалов, имеющих определяющее значение для геотехнических характеристик барьеров безопасности при захоронении радиоактивных отходов. При сопоставлении этих показателей в стандартных условиях эксперимента показаны преимущества бентонитовых глин и существенное снижение изолирующих свойств глинистых материалов при уменьшении содержания смектита и увеличении других компонентов, в том числе каолинита. Каолиновые глины показали наихудшие изоляционные свойства и не могут быть рекомендованы в качестве барьерного материала для изоляции РАО, добавка их в бентонитовые глины приводит к закономерному снижению показателей свойств.
Статья посвящена анализу положений действующих нормативно-правовых актов при обращении с грунтами промышленных площадок, загрязненными химическими веществами, в части их изъятия и присвоения статуса отходов производства и потребления. Рассмотрены особенности методик категорирования грунтов и классификации отходов, варианты обращения с ними в аспекте их применения на объектах атомной отрасли, а также сформулированы предложения по их корректировке.
В статье рассмотрены вопросы пожаровзрывоопасности (ПВО) технологии кондиционирования отработавших ионообменных смол (ОИОС) средне- и низкоактивных категорий методом осушки с целью оценки возможности ее применения и обоснования соответствия осушенных ОИОС критериям приемлемости для захоронения. Рассмотрены процессы образования потенциально ПВО газов при осушке модельных растворов радиоактивных отходов (РАО) в виде ОИОС с учетом их химического состава в емкостях хранения на АЭС. Проанализирован вопрос потенциальной возможности самовоспламенения осушенных ОИОС после формирования упаковки РАО.
Издательство
- Издательство
- ИБРАЭ РАН
- Регион
- Россия, Москва
- Почтовый адрес
- Россия, 115191, г. Москва, Большая Тульская ул., д. 52
- Юр. адрес
- Россия, 115191, г. Москва, Большая Тульская ул., д. 52
- ФИО
- Матвеев Леонид Владимирович (Директор)
- E-mail адрес
- matweev@ibrae.ac.ru
- Контактный телефон
- +7 (495) 9552247